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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2025-005, 106 Pages, 2025/06
JAEA-Data-Code-2025-005.pdf:2.93MB
JAEAでは、加圧水型軽水炉(PWR)解析のためのRELAP5/MOD3.3コードの入力データを、主に大型非定常実験装置(LSTF)の参照4ループPWRである敦賀発電所2号機の設計情報を基に作成してきた。PWR解析に関する代表的なOECD/NEAの活動として、BEMUSEプログラムの枠組みにおける低温側配管大破断冷却材喪失事故(LBLOCA)の計算が挙げられる。また、わが国の新規制基準に係るPWRの炉心損傷防止対策の有効性評価事象には、低温側配管LBLOCA時の非常用炉心冷却系(ECCS)の再循環機能喪失事象が含まれる。本検討において、PWRの安全設計上想定すべき設計基準事故の一つであるLBLOCAを解析するための入力データを整備した。本報告書では、PWRLBLOCA解析の入力データの主な特徴を示す。PWRの原子炉容器、加圧器(PZR)、高温側配管、蒸気発生器(SG)、SG二次系、クロスオーバーレグ、低温側配管、ECCSなどをモデル化し、参照4ループPWRを2ループで模擬した。その際、PZRは3ループ分を模擬するループAに接続し、破断口は1ループ分を模擬するループBに設置した。PWRのコンポーネントのノード分割は、LSTFのコンポーネントのノード分割を参照した。また、PWRLBLOCA解析の主な入力データに対して、解釈を加えるとともに、設定根拠などの付加情報を提供した。さらに、整備した入力データを用いて、ECCS再循環機能喪失事象を対象とした過渡解析を実施した。RELAP5/MOD3.3コードによる既往研究の計算と比較することにより、過渡解析は概ね妥当であることを確認した。加えて、RELAP5/MOD3.3コードを用いて感度解析を実施し、破断口の流出係数や代替再循環注水流量が燃料棒被覆管表面温度に及ぼす影響を明らかにした。本報告書では、設定した条件の範囲内での感度解析結果について示し、ECCS再循環機能喪失事象に対する既往研究の計算内容の一部を補完する。
福島研究開発部門 福島環境安全センター
JAEA-Review 2014-052, 49 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2014-052.pdf:25.4MB
東京電力福島第一原子力発電所の事故により汚染された広大な環境の除染のために、日本原子力研究開発機構は内閣府より「除染モデル実証事業」を受託し、避難区域内の11市町村16か所において広範な試験を行った。この大規模試験事業においては、個々の除染技術の適用性や効果に関する詳細で現実的なデータを得たのみならず、除染作業員の安全確保、コスト、発生する除染物の取扱いなどさまざまな情報を集約し、広域除染に関する知識基盤を国に対して提供することとなった。詳細な和文報告書はすでに別途公開されている。本報告書はその忠実な英訳ではなく、モデル事業終了後の実際の除染の進捗や除染に係る国際的な議論を加えて新たに執筆したものである。第1分冊では、このような詳細で大規模な「除染モデル実証事業」を必要とした背景を含め、事業の全体成果をまとめた。この第2分冊において当該事業で得られた成果の実際の除染事業への反映、事業終了後の線量の推移、除染に関する技術開発、実際の除染事業の進捗、および除染に関する国際的な議論などについて述べる。
柳澤 和章
International Journal of Nuclear Knowledge Management, 2(2), p.91 - 104, 2006/00
原研に投資した国家財産の透明度を税負担者として国民が考えた場合、原研がなしえたアウトカムの説明は、例えば貨幣価値といったようなできうる限り計測可能なもので行われるべきである。2001年、わが国の内閣は特殊法人に関する行財政改革のステートメントでこれと同じ趣旨の発言をしている。このような状況の中で、原研安全性研究にどのくらいの公共財が投入されたのかどうか調べたところ、40億ドルであることが判明した。定性的には、原研は、(1)政府の政策,(2)科学技術,学問,(3)工業界(技術移転,特許,受託研究等),(4)研究所が存在する地方自治体,(5)国際協力に貢献している。定量的には、原研は直接的な付加価値の創出(費用対効果)を研究のアウトカムとして算出している。原発の定着化というテーマの下で、発電や原子力施設に対して原研が過去に産み出した付加価値は60億ドルである。したがって、原発絡みの原研費用対効果は1.5となり、明らかにGDPを押し上げたことになる。もし、十分な原子力知識管理(NKM)がなされていなければ、これまで述べたような説明責任や予算使用にかかわる透明度を保持することはできなかったであろう。
前原 直; 森山 伸一; 三枝 幹雄*; 杉本 昌義; 今井 剛; 竹内 浩
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.823 - 827, 2005/11
被引用回数：2 パーセンタイル：17.10(Nuclear Science & Technology)IFMIFのRFQライナックのために、同軸導波管を用いたマルチループアンテナによるRF入力結合系の開発を行っている。ループアンテナを用いた場合、ループアンテナの構造がそれぞれの位相差やパワーバランスに影響を与える。パイプ直径10mmを用いたループアンテナを試作し、位相差とパワーバランスを低電力試験で測定した。ループアンテナの挿入距離を3cmにすると位相差やパワーバランスが乱れないことが判明した。しかし、耐電圧の面で単一ループアンテナによるマルチMW級の結合は難しいことから、2つもしくは4つのループアンテナを用いた結合の方が単一ループアンテナより、耐電圧及びパワーバランスの観点から良いと思われる。そこで2つケースに対して位相差とパワーバランスを測定した。平均位相差として179
と8%程度のパワーバランスの良い測定結果が得られた。これらの結果は、IFMIF 175MHz RFQにおいてマルチループアンテナを用いたRF入力結合系に対する有効性の一つを示した。
前原 直; 森山 伸一; 杉本 昌義; 齋藤 雄一*; 三枝 幹雄*
Proceedings of 2005 Particle Accelerator Conference (PAC '05) (CD-ROM), p.904 - 906, 2005/00
国際核融合材料照射施設は、D-Liストリッピング反応を用いた加速器による中性子照射施設である。要求されるビーム電流250mAは、125mAの2つの加速器ビームラインにより合成され、その入射器,RFQ,DTLの出力エネルギーは、それぞれ0.1,5と40MeVである。125mAの大電流を加速のために175MHzの運転周波数が採用された。大電流ビームシミュレーションの結果、全長12mのRFQがRF入射電力2.3MW CWよりエミッタンスの広がりを最小限に抑えるために設計された。このようなRFQに対して、ループアンテナを採用したRF入力結合系,同軸高周波窓,3
4ポートによる立体回路の設計をMW-Studioコードで行った。1つのループアンテナあたり200kW-CWの耐電圧を得るために、4 1/16"の同軸導波管を採用し、4ループアンテナ入射方式により、加速空洞内の電界分布の歪みを1%以内にできることが判明した。
山澤 弘実; 古野 朗子; 茅野 政道
Atmospheric Environment, 32(24), p.4343 - 4349, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：17.13(Environmental Sciences)WSPEEDIの長距離拡散モデルの性能を、混合層モデル化と入力データの時間・空間分解能との関連で調べた。比較のための基準データとして、ETEXラン1の地上濃度分布を用いた。解析の結果、モデル性能は混合層モデル化及び入力データ分解能には大きく依存せず、モデル運用時に入力可能な低分解能入力データを用いても、モデル性能は十分に実用的であることが示された。しかし、用いている拡散のパラメタリゼーションは、拡散を大きく見積もる傾向があり、最大濃度の過小評価傾向が指摘された。また、同じ理由により、スケールの小さい濃度分布が不明瞭になる。モデルの性能向上のためには、より詳細な拡散パラメタリゼーションが必要である。
渡邊 和弘; 比嘉 修*; 川島 秀一*; 小原 祥裕; 奥村 義和; 小野 要一*; 田中 政信*; 安富 誠*
JAERI-Tech 97-034, 106 Pages, 1997/07
総合ビーム入射パワーが50MW(1MeV)のITER用中性粒子入射装置(NBI)電源の設計を行った。1MV出力の負イオンビーム加速電源には、交流低圧側制御方式を採用し、150Hzのインバーターを適用した。回路シミュレーションにより、立ち上げ時間、リップル、遮断速度等の電源に要求される全ての性能を満足できることが確認できた。放電破壊時のサージ抑制も、3kA,10J以下に抑えられることが確認できた。さらに、本システム実現のためには、DC1MVの電力伝送ラインのR&Dが重要であることを示した。
山澤 弘実; 茅野 政道; 古野 朗子
ETEX Symp. on Long-Range Atmospheric Transport,Model Verification and Emergency Response, p.191 - 194, 1997/00
WSPEEDIで用いられている長距離拡散モデルの性能を、境界層のモデル化と入力データの時間、空間分解能との関連で調べた。その結果、境界層高度が1km以下では、モデルの性能は境界層高度の変化に対してわずかに依存する程度であることが示された。入力データの分解能に関しては、緯度経度で2.5°以下であれば、モデル性能の空間分解能依存性は小さく、入力データの時間間隔が12時間以下では、モデル性能は大きく変化しないことが示された。以上より、現在のモデル仕様は実用的である。
三浦 幸俊; 森 雅博; 松田 俊明; 高田 晋*
JAERI-M 91-190, 43 Pages, 1991/11
JFT-2M実験データの図形出力プログラムを開発した。このプログラムの特徴は、ほぼすべての図形出力命令を比較的簡単な入力パラメータとしているので、各実験に対し1つのプログラムで自由な図形出力ができることにある。
前村 克巳*; 石黒 美佐子; 土橋 敬一郎; 平塚 篤*
JAERI-M 90-007, 126 Pages, 1990/02
原子力コードの入力データ作成を会話的に行い、入力データ作成の繁雑さを解消したいという要望に対応するため、メニュー画面データ入力支援システム;JDISSを開発した。JDISSは、コードに依存しない汎用性のあるシステムである。内部的には、FACOMの会話型プログラミング機能(IPF)を駆使している。コードの開発整備者が会話型入力画面を作成する際に、IPFの定義に煩わされず直接画面を設計することができる。また、問題に適応した既存データを下敷として利用でき、既に入力した情報に基づいて動的に画面の制御が行なえるなど人間工学的に見て使い易いシステムを目差した。本報告は、JDISSの機能とその実現方法の概要について述べると共に、JDISSの使用法を例示する目的で、核設計コードシステムSRACの入力画面作成方法について示す。
小幡 行雄
日本原子力学会誌, 28(6), p.508 - 513, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)INIS(国際原子力情報システム)は発足以来16年を経過し、IAEAを中心に現在は、74ヶ国、14国際機関が参加して運営されている。INISデータベースへの収録文献数は、本年5月に100万件を超える。入力国別、分野別、資料形態別、言語別の収録状況を示す。また入力形態、及びINIS出力の3形態、即ち冊子体INIS Atomindex、INIS磁気テープ、INISマイクロフィッシュとその利用状況について述べる。日本、外国、及びIAEAにおけるINIS検索サービスの概略についても触れる。昨年「INIS参加規約」が制定されるとともに「INIS運営の全般的見直し」が始まっている。主題範囲、速報性、データ・フラッギング、及び発展途上国への援助の動向について紹介する。
高野 誠; 平野 光将; 鈴木 邦彦; 中野 鴻*; 川崎 光弘*
JAERI-M 85-048, 70 Pages, 1985/04
多目的高温ガス実験炉の炉心核熱特性を3次元モデルにより燃焼依存で解析可能なCITDEGAコードが完成した。本報は、CITDEGAコードの使用方法について示したものである。
中川 正幸; 森 貴正
JAERI-M 84-126, 74 Pages, 1984/07
モンテカルロコードMORSE-CGの改良版として開発したMORSE-DDコードに関する報告である。このコードは主に、強い非等方散乱を扱う核融合炉ニュートロニクスの計算のために作成した。断面積としては、従来Pe法に代って、二重微分型断面積ライブラリーを用いる。これによって、より精度の高い中性子輸送計算が行える上に負の中性子束やray effectの様な問題が解決される。また、本コードには新しい評価法や、外部中性子源発生リーチンが組み込まれている。
原 昭浩*; 竹田 敏一*; 菊池 康之
JAERI-M 84-027, 31 Pages, 1984/02
計算コードSAGEPは2次元体系において、感度係数を計算するコードである。本コードは拡散理論をベースにしており、各種断面積の核特性に対する感度係数を精度よく評価するための一般化摂動論を用いている。間度係数は各種断面積について、反応ごと、エネルギー群ごとに出力される。感度係数を計算できる核特性は実効増倍係数、反応度価値、中心反応率比、反応率分布である。SAGEPコードでは、中性子束と随伴中性子束は、拡散コードCITATION-FBRで出力されたものを用い、微視的、巨視的断面積はSLAROMより出力されたものを用いる。本論文には一般化摂動論の基礎方程式、入力データの作成の概要、プログラムの構造を記述し、加えてコードの検証、例題についての入力データと計算結果を示している。
中川 正幸; 阿部 純一*; 佐藤 君英*
JAERI-M 83-066, 74 Pages, 1983/04
高速炉の核特性解析に汎用されるコードをシステム化し、使用効率を高め、エラーを少くするように工夫した。システムに含まれる主なコードは、実効断面積計算用として、EXPANDA-G,SLAROM,ESELEM5を用い、ここで作成した断面積は全て統一された形式で、PDSファイルに記憶される。核計算コードは、CITATION-FBR,ANISN-JR,TWOTRAN2.MORSE,CIPER,SNPERT,PHENIX,3DBであるが、これらを継ぐインターフェイスプログラムとしてJOINTコードが開発された。その他にサービスプログラムと、ユーティリティプログラムがシステムに含まれる。これらを組合せて用いることにより、高速炉の殆どの核特性量が計算可能となった。
斉藤 裕明*; 柳澤 和章; 藤田 操
JAERI-M 83-056, 51 Pages, 1983/03
軽水炉燃料棒の通常運転時における安全性研究の主な目的として1)通常運転時での燃料棒の健全性の評価、2)万一の事故発生時における燃料棒初期状態の評価が挙げられる。それら評価は発生すると考えられる燃料棒の諸状態を定性的に説明できる計算コードを用いて実施する必要がある。この為、燃料ふるまいの最も確からしい値を計算する最適計算コード(Best Estimate Code)、FEMAXI-IIIを開発した。FEMAXI-IIIは原子炉通常運転下にある燃料棒の全設計寿命にわたって燃料温度、FPガス放出、ペレット-被覆管間の相互作用に関連した変形(応力、歪等)を計算するコードである。本報は昭和57年度に完成・公開のはこびとなったFEMAXI-IIIを実際に使用して評価作業を実施する場合、コード計算上必要な人力及び結果として得られる出力形式について例題を附して説明した使用手引である。コード内に組み込まれたサブモデルの説明、検証結果例等FEMAXI-IIIコードの内容に関する詳細については別途報告する予定である。
平野 雅司; 小杉 誠司
JAERI-M 83-002, 78 Pages, 1983/01
1982年2月に、NEA DATA BANKを通して公開されたTHYDE-P1の開発途中の版SVO2LO3用入力データ、及びその計算結果を報告する。本入力データは、3個の入力データセットより構成され、1個は、定常設定用、他の2個は再スタート用であり、全部で、最適評価モデルによる1,100MWe商用PWR大破断LOCAの一貫解析を行う。本入力データは、THYDE-P1の公開に際して、利用者にサンプルデータを提供すると共に、公開版THYDE-P1の大破断LOCA一貫解析性能を検証する目的で作成された。また、本解析結果は、今後、感度解析やコードの修正を実施する際のベンチマークとして、広範に利用可能であり、その意味から、本入力データは、ベースインプットと呼び得る。また、本報告には、幾つかの感度解析の結果も含まれており、公開版THYDE-P1の高い解析性能を示している。
技術情報部
JAERI-M 9537, 57 Pages, 1981/06
日本のINISセンターとして1970年INIS計画開始以来10年間にわたる原研の発展的経過を概観する。特に、入力のための主要マニュアル類の作成、国内協力体制の確立、範囲の拡大、質の維持、電算化、マイクロ化、ならびにINISデータベースに基づく機械検索等にふれている。また、同期間中に多くの研究と調査が日本語で発表されたが、その中から2次情報界にとって比較的共通の話題として、入力処理期間の解析、効果的索引語付与の促進、INISの検索特性と評価等を選んで要約している。
成井 惠子; 小池 邦雄; 井沢 三千代; 三浦 勇
ドクメンテーション研究, 28(10), p.439 - 447, 1978/10
INIS(国際原子力情報システム)へ提供している日本の原子力情報は、量では世界第六位、質の面では非常にすぐれているとの高い評価を受けている。しかし、その入力にあたっては、非英語国であるための言語のハンディキャップ、INIS本部より遠いという地理的ハンディキャップ、これに、日本の風土的問題が加わって、入力データの作成には、多くの時間、経費、労力が費やされる結果となっている。そこで、INIS情報提供9年の経験にもとづき、日本が、国際的情報システムへ参加する場合の問題点を、技術的面、管理的面をふくめてとりあげた。
桜庭 順二*; 柴田 猛順
JAERI-M 7611, 21 Pages, 1978/03
水素排気用クライオポンプの熱負荷を評価する目的で、モンテカルロ法による2次元の計算コードを作成した。このコードでは、ビームダンパーから後方散乱する粒子のエネルギー分布、シエグロンバッフルの気体分子の通過確率、後方散乱して通過する粒子のエネルギー分布、および輻射エネルギーの透過率を算出できる。JT-60用中性粒子入射加熱装置のクライオポンプについて、このコードにより、後方散乱と輻射で持込まれるクライオパネルへの熱入力を評価した。
